BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

核設計基本データベースの整備(XI) -高速実験炉「常陽」MK-I性能試験・運転データ解析--

横山 賢治; 沼田 一幸*

JNC TN9400 2000-036, 138 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-036.pdf:10.16MB

高速炉の設計精度の向上を目指して、核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)ではこれまでにJUPITER実験解析の結果を反映した統合炉定数を作成し、大型炉心の核設計精度の大幅な向上を達成する見通しを得た。現在、核燃料サイクル開発機構では、引き続き、更なる精度向上と信頼性の確保を目指して、最新の研究成果を反映し、JUPITER実験以外の積分データの整備を進めている。本報告書では、高速実験炉「常陽」の積分データ整備の一環として、「常陽」MK-I炉心で測定された性能試験データや運転データに対してC/E値の評価及び感度解析を行った。解析対象とした核特性は、臨界性(最小臨界炉心)、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度、燃焼係数である。JUPITER標準解析手法に基づくC/E値評価を行った結果、臨界性、燃料・ブランケット置換反応度については、解析値と測定値は良い一致を示すことを確認した。一方で、Naボイド反応度については、解析値が過大評価傾向であることが分かった。また、燃焼係数については、各運転サイクル間でC/E値のばらつきが大きくなった。今後、測定誤差の観点から詳細な検討が必要であるが、統合炉定数のための積分データとして利用できる見通しを得た。更に、臨界性、Naボイド反応度、燃料・ブランケット置換反応度に関して感度解析を行い、「JUPITER実験のZPPR-9炉心の感度係数と比較し、「常陽」MK-I炉心の特徴を感度係数の面から明らかにした。

核設計基本データベースの整備(VI) -JUPITER-II実験データ集-

核データベース*

PNC TN9450 96-052, 694 Pages, 1996/10

PNC-TN9450-96-052.pdf:45.48MB

本報告書は動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型高速炉臨界実験装置ZPPR(Zero Power Physics Reacter)において、1982年から1984年にかけて実施された大型高速炉臨界実験のフェーズ2(JUPITER-2)の実験データをまとめたものである。JUPITER-2実験では電気出力65万kWe級の径方向ブランケットの形状が異なる6つの径方向非均質ベンチマーク炉心が含まれる。本報告書に収録した実験項目は、臨界性、制御棒反応度、反応率分布、Naボイド反応度、サンプル反応度、ドップラー反応度、ゾーン置換反応度、ガンマ線発熱である。 本実験データ集はJUPITER実験の成果を、大型FBR炉心の炉物理研究及び核設計のための基本データベースとして、将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。従って、実験内容を理解するために必要な情報に加えて、実際に実験解析を行うために必要な詳細データをくまなく網羅した。また、本実験データ集に含まれている実験体系あるいはドロワの組成データなどの情報は、ほとんど大洗工学センターの大型計算機あるいはその媒体上に保管されており、今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして入力できるようにした。

Critical experiments using an axially heterogeneous assembly and their analysis

弘田 実彌; 中野 正文; 飯島 進; 白方 敬章

Nuclear Science and Engineering, 87, p.252 - 261, 1984/00

https://doi.org/10.13182/NSE84-A17781

非均質LMFBR炉心の実験的研究を軸方向に非均質構造をもつFCAVII-3集合体を使用して行なった。これらの集合体に挿入された内部ブランケットは組成、配置および厚さにおいて異なるものである。解析にはJAERI-FastセットVersion IIと2次元(R-Z)拡散コードを使用し、輸送効果を評価するためにS計算を行なった。計算と実験結果の比較によって、固有値と炉心中のPuサンプル価値は均質集合体では良く再現されるが、非均質集合体では過小評価されることが明らかになった。非均質集合体におけるUの捕獲率は、内部ブランケット中では炉心に較べて過小評価されている。非均質および均質集合体間での観測されたNaボイド価値の予測における不一致を解決するためにはさらに研究を行うことが必要である。

非均質炉心高速臨界集合体(ZPPR-7A)における炉物理実験の解析

大杉 俊隆; 宿谷 弘行*; 吉田 弘幸

JAERI-M 83-157, 69 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-157.pdf:2.22MB

非均質高速炉炉心の炉物理特性を評価するに際し、多群断面積作成および原子炉計算の両側面から従来の近似的方法に対する影響を明らかにするため、非均質炉心概念を適用したクリンチリバー増殖炉に関するベンチマーク炉心であるZPPR-7Aでの実験を解析した。解析に用いた基本的炉定数は18群であり、共鳴および空間的自己遮蔽効果を考慮し、SLAROMコードを用いてJFS-3-J2 70群断面積セットから作成した。積分量の計算に用いた基本的方法としては、(1)各ドロワーが無限に配列されているとして縮約した群定数を用いること、(2)R-Z体系に対して拡散理論を適用すること、などである。非均質炉心の内部構造は非常に複雑であることを考慮して、種々の詳細解析法について検討を加えた。それらは、炉心-ブランケットの結合セルに基づく群定数の作成、輸送理論、方向依存拡散係数および3次元拡散理論を使用することなどである。

Naプレナム付高速炉炉心のNaボイド反応度解析手法の検討

杉野 和輝; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代高速炉の性能追求の一環として、炉心上部にNaプレナムを有する高速炉炉心におけるNaボイド反応度の解析手法について検討を行った。具体的には、従来の次世代高速炉炉心に備わっていなかったNaプレナム部に対するBenoistの非等方拡散係数の適用性評価を行った。その結果、Naプレナム部のボイド反応度を十分な精度で解析可能なことが分かり、十分な適用性を有することが確認できた。